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深沢 剛司*; 宮川 高行*; 内田 昌人*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 岡村 茂樹*; 藤田 聡*
日本機械学会論文集(インターネット), 87(898), p.21-00007_1 - 21-00007_17, 2021/06
本論文では、積層ゴムを用いた免震構造物の耐震安全マージンに関する基礎研究について述べた。免震構造物で想定される地震応答の変動は、「入力地動による地震応答の変動」と「免震装置の製造に伴う設計値の誤差」の重ね合わせの下で発生する。それらの状態を考慮した地震応答解析は、孤立した構造物の耐震安全マージンを評価するために重要である。本論文は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用のゴム製ベアリングからなる隔離構造物の耐震安全マージンが、地震応答の変動要因を考慮した地震応答解析を通じて日本電気協会ガイド4601(JEAG4601)およびSFRの基礎地動に対して確保されることを明らかにする。さらに、地震応答解析の結果を使用して、耐震安全マージンと線形限界の超過確率との関係について説明する。
染谷 崇之*; 千年 宏昌*; 渡辺 聡*; 根本 義之; 加治 芳行
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05
新規制基準の下、電力各社ではSFP冷却水損失事故時の安全評価を簡易な手計算で実施しているが、その安全裕度に関しては十分な議論がなされていない。そのため、本研究ではCFD解析によるSFP冷却水損失事故の詳細評価を実施し、簡易な手計算での評価結果と比較を行った。その結果、簡易な手計算ではCFD解析に比較して100
C程度、事故時の燃料の最高温度を高く評価することが明らかになった。
瓜生 満; 篠原 孝治; 山崎 敏彦; 見掛 信一郎; 中山 一彦; 近藤 俊成*; 橋村 宏彦*
JNC TN8400 2001-030, 99 Pages, 2002/01
JNC-TN8400-2001-030.pdf:13.24MB
一般免震建物では第四紀層地盤立地例が非常に多く、原子力施設においても立地拡大の観点からその研究要請が強い。免震構造物を第四紀層地盤に立地する場合、上下方向地震動が岩盤上と比べて増幅しやすいため、その評価は重要な課題であり、特に、原子力施設では一般施設に比べて地震荷重が大きいことから、地盤における上下地震動の増幅の影響等、その立地適合性の検討を行う必要がある。よって、本研究では、免震構造の適用について、第三紀層における検討に基づき、地質年代として比較的新しい第四紀層地盤における立地適合性を検討し、その安全評価手法について報告を行う。更に、免震建物の動特性を基に、核燃料施設特有の機器・配管類に対するやや長周期床応答における挙動の評価を行ったので、ここに報告する。
中原 嘉則; 須山 賢也; 須崎 武則
JAERI-Tech 2000-071, 381 Pages, 2000/10
JAERI-Tech-2000-071.pdf:17.6MB
使用済燃料の貯蔵施設等の臨界安全設計における経済性向上を目的に、科学技術庁からの委託により燃焼度クレジット導入に関する技術開発「軽水炉使用済燃料臨界安全管理技術開発」を平成2年度から平成11年度まで実施した。本報告は、上記事業の成果をまとめたものである。本技術開発では、商用PWR/BWR燃料を使用した使用済燃料棒の軸方向ガンマスキャン測定、一部燃料資料の放射化学分析による核種組成の精密定量、及び集合体の未臨界実験を行い多くの実測データを取得した。また、これらの測定データを使用して燃焼/臨界計算コードの検証、
線測定による燃焼度評価、及び貯蔵容器等の安全裕度を検討した。
柴田 恵一*; 長谷川 明*
JNC TJ9400 2000-004, 109 Pages, 2000/02
JNC-TJ9400-2000-004.pdf:4.96MB
平成8
10年度に高速炉の炉心解析で重要な核種・反応について、評価済核データライブラリーJENDL-3.2に収納されている中性子核データの共分散を推定し、共分散ファイルを作成した。今年度は、作成した共分散ファイルの見直しを行い、データの改良を行った。改良されたのは16乗Oの非弾性散乱断面積、23乗Naの全断面積、235乗Uの核分裂反応断面積、238乗Uの中性子捕獲断面積及び238乗Uの分離共鳴パラメータの共分散である。また、233乗Uに関しては新たに共分散データを整備した。本研究で求められた共分散は、ENDF-6フォーマット編集されファイル化された。
篠原 芳紀*; 辻本 恵一*
JNC TJ1400 2000-002, 280 Pages, 2000/02
JNC-TJ1400-2000-002.pdf:9.57MB
数値地層処分システムは、核燃料サイクル開発機構殿が所有している高レベル廃棄物地層処分の研究開発の成果をシステムに蓄積し、計算機上の処分場モデルに統合・集約するシステムである。本研究では、昨年度に引き続いて数値地層処分システムの概念設計を行った。地層処分事業全体を見通して数値地層処分システムの目的と機能を検討した。従来研究では十分なリンクがなされていなかった地質環境評価、処分技術、及び、性能評価について、相互の有機的な関係についてイタラティブな解析を実行する事により、人工・天然バリアのより定量的な評価、建設・操業形態の検討を可能とし、今後の具体的な地質環境条件を対象とした地層処分システムの安全裕度の定量化、及び、設計合埋化を行う事が期待される。また、この目的を実現するために必要な機能要件の抽出を行った。次に、数値地層処分システムを構成するシステムのコード、データベース、ユーティリティについて個々のサブシステムの目的と機能を検討し、概念設計を行った。地質環境評価システム、性能評価システム、処分場因子データベース、経済性評価システム、調査支援システム、品質管埋システム、及び、可視化システムの概念設計を行った。システムの全体設計では、コンピユータ・システムの観点から数値地層処分システムの検討を行った。システムの全体構成、システムに最適なソフトウェア及びハードウェア構成の検討、運用形態の検討、並列化技術の確認、プラットフォームの概念設計、及び、プラットフォームのデモンストレーションプログラムの作成を行った。この検討結果を基に、プロトタイプの開発計画を含む数値地層処分システムの開発計画を、平成12年-平成16年頃までの処分候補地選定段階について策定した。以上の検討により数値地層処分システムの概念を構築する事ができた。
篠原 芳紀*; 辻本 恵一*
JNC TJ1400 2000-001, 137 Pages, 2000/02
JNC-TJ1400-2000-001.pdf:4.19MB
数値地層処分システムは、核燃料サイクル開発機構殿が所有している高レベル廃棄物地層処分の研究開発の成果をシステムに蓄積し、計算機上の処分場モデルに統合・集約するシステムである。本研究では、昨年度に引き続いて数値地層処分システムの概念設計を行った。地層処分事業全体を見通して数値地層処分システムの目的と機能を検討した。従来研究では十分なリンクがなされていなかった地質環境評価、処分技術、及び、性能評価について、相互の有機的な関係についてイタラティブな解析を実行する事により、人工・天然バリアのより定量的な評価、建設・操業形態の検討を可能とし、今後の具体的な地質環境条件を対象とした地層処分システムの安全裕度の定量化、及び、設計合埋化を行う事が期待される。また、この目的を実現するために必要な機能要件の抽出を行った。次に、数値地層処分システムを構成するシステムのコード、データベース、ユーティリティについて個々のサブシステムの目的と機能を検討し、概念設計を行った。地質環境評価システム、性能評価システム、処分場因子データベース、経済性評価システム、調査支援システム、品質管理システム、及び、可視化システムの概念設計を行った。システムの全体設計では、コンピユータ・システムの観点から数値地層処分システムの検討を行った。システムの全体構成、システムに最適なソフトウエア及びハードウェア構成の検討、運用形態の検討、並列化技術の確認、プラットフォームの概念設計、及び、プラットフォームのデモンストレーションプログラムの作成を行った。この検討結果を基に、プロトタイプの開発計画を含む数値地層処分システムの開発計画を、平成12年-平成16年頃までの処分候補地選定段階について策定した。以上の検討により数値地層処分システムの概念を構築する事ができた。
森下 正樹
JNC TN9400 99-041, 187 Pages, 1999/05
現行の配管耐震設計手法には必要以上の安全裕度が含まれていると認識されている。そこで、高速炉の主冷却系配管の設計例を対象とした耐震解析を行い、種々の基準による強度評価を実施するとともに、実際の配管の耐力を評価し、基準が有している裕度の定量化を試みた。また、現行の許容値を緩和した場合の配管設計への影響や合理化効果を検討した。その結果、以下の点が明らかになった。a)非線型時刻歴解析による応答と(設計許容値から安全裕度を除いて求めた)真の強度を比較すると、本検討で取り上げた設計例の配管は、現行の設計手法(床応答解析と高温構造設計方針を使用)で許容される地震力の、数倍から20倍程度の地震力を与えて、初めて破損する。b)ASME新基準と非線形時刻歴解析による評価とは比較的対応性が良い。従って、ASME新基準による許容限界が今後の基準合理化に向けての目安目標となろう。c)ASME新基準相当の合理化基準を適用する場合、許容応力が高いため設計において応力を抑えるための対策(サポート設置や板厚増)を施す必要はほとんど無くなる可能性がある。但し、固有振動数をある程度に確保する必要があり、そのためのサポートは必要である。
野村 靖; 奥野 浩; 内藤 俶孝
Transactions of the American Nuclear Society, 75, 207 Pages, 1996/00
我が国の臨界安全規制の枠組は、第1に「核燃料施設基本指針」があり、その下に個別指針として「ウラン加工施設安全審査指針」と「再処理施設安全審査指針」があって、安全審査における基本的考え方が述べられている。これを技術的にサポートするために、我が国の臨界安全ハンドブックが原研の研究者を中心としてまとめられ、公刊されている。そこには、実験データを用いたベンチマーク計算結果を統計的に処理して得られる、臨界推定下限増倍率をベースとして、プロセスの運転条件や装置の形状寸法を臨界安全裕度を保持するよう決定する方法が述べられている。
not registered
PNC TJ1609 95-002, 34 Pages, 1995/02
核燃料再処理施設における火災および爆発事故シナリオのひとつにアジ化水素酸による爆発事故が挙げられる。アジ化水素酸に起因する爆発事故は極めて限られた条件のもとで起きると考えられており、現在の国内のプロセス条件では発生するとは考え難い。しかし、アジ化水素酸の工程内における定量的挙動の解明は、現状で十分とは言えないこと、また、将来、アジ化水素酸の発生が有意となるプロセスを採用する可能性もあることから、プロセスの安全性の一層の向上および安全裕度の明確化のためにアジ化水素の挙動を把握しておく必要がある。昨年の「アジ化水素の工程内挙動に係わる研究」では、アジ化水素酸についての基礎的データの取得を目的として既往の文献に基づいた調査を行った。本研究では昨年の調査結果に基づき、マスフローシミュレーションに必要な基礎データをさらに収集した。また、これまでの調査結果をもとにアジ化水素の溶液内マスフローシミュレーションを行い、再処理工程内におけるアジ化水素の挙動について検討した。
山本 俊弘; 塩田 雅之*
JAERI-M 93-218, 18 Pages, 1993/11
回分式溶解槽モデルを対象として、燃焼度、ウラン及びプルトニウム以外のアクチニドや核分裂生成物の存在、溶液温度、溶液の化学的組成、燃料格子の配列等を変化させて臨界安全解析を行った。この結果、燃焼度3万MWD/T及び4万8千MWD/Tでは、核分裂生成物やウラン及びプルトニウムの組成変化を考慮して臨界安全評価することにより、新燃料に比べてそれぞれ0.1
K、0.15K以上実効増倍率が減少した。核分裂生成物の存在を考慮することにより更に0.05K実効増倍率が減少したが、マイナーアクチニドの効果は小さい。また、現実の溶解槽での溶液中への燃料成分の溶解や溶液温度の上昇、最適減速とはならない不規則な燃料せん断片の配列などを考えると、更に実効増倍率が減少する。本計算により安全評価用に設定されたモデルと実際の工程の間に存在する安全裕度の程度が明らかになった。
朝日 義郎; 新谷 文将; 渡辺 正
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(5), p.365 - 376, 1987/05
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)商用PWRの破断LOCAの解析がLOFTL2-3条件下でTHYDE-P2コードを用いて行なわれている。LOFT系と商用PWRとには、大きな熱的幾何学的差があるにもかかわらず、計算結果は、LOFTL2-3をよく再現した。商用PWRはLOFTL2-3の事故条件下では、大きな安全裕度をもって現在の安全規模を満足している。
